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GB 5204-94发布时间:1995-5-1本标准是对GB／T13629《核电厂安全系统准则》和GB12788《核电厂安全级电力系统准则》有关定期试验的说明和补充。
1主题内容与适用范围本标准规定了核电厂安全系统实施定期试验与监测的设计准则与试验要求。
本标准适用于核电厂安全系统的定期试验与监测的设计。
本标准不适用于维修。
2引用标准GB9232数字计算机在核反应堆仪表和控制中的应用GB12788核电厂安全级电力系统准则GB／T13629核电厂安全系统准则HAF0405核电厂调试和运行期间的质量保证3术语3．1安全系统safetysystem与安全有重要关系的系统，用于在任何工况下保证反应堆安全停堆、从堆芯排出热量或限制预计运行事件和事故工况后果。
安全系统包括保护系统、安全驱动系统和安全系统辅助设施。
3．2安全功能Safety function安全系统的或其他对安全重要的物项的规定用途，例如停堆或余热导出。
每一个假定始发事件都可能需要完成一个或多个安全功能。
3．3安全组safety group某一具体假定始发事件发生时，完成所要求动作的全部设备，以保证不会超过设计基准对该事件的规定限值。
3．4定期试验periodic test为探测故障和检查可运行性，按计划的间隔时间所进行的试验。
3．5交迭试验overlap test为了检查整个通道、序列或负载组的功能，在通道、序列或负载组的不同部分或子系统上分段进行试验，不同部分或子系统的试验要覆盖毗连的部件。
3．6负载组load group在一个序列之内，由一个公用电源馈电的母线、变压器、配电装置和负载的组合体。
3．7功能试验function test确定部件或系统执行预期功能的试验。
3．8监测monitoring用来连续指示系统(或子系统)的状态或条件的手段。
3．9试验持续时间test duration从试验开始到试验结束所经历的时间间隔。
3．10试验间隔时间test intervaI在同一个设备或系统上进行同种试验时，两次试验开始时刻之间所经历的时间。
◎〖EJ/T 170—76〗密封防护门◎〖EJ/T 171—76〗铸铁防护门◎〖EJ 269—84〗α、γ和射线外照射个人剂量监测规定◎〖EJ 270—84〗核电站辐射防护规定◎〖EJ 275—85〗铀矿地质生产安全规程◎〖EJ/T311-94〗压水堆核电厂工程设计用文字代号和图形符号◎〖EJ 312—88〗压水堆核电厂运行及事故工况分类◎〖EJ313-88〗压水堆核电厂系统部件安全等级的划分◎〖EJ/T 314—88〗压水堆核电厂事故分析安全评据◎〖EJ/T 315—88〗压水堆核电厂与环境有关的事故分析方法◎〖EJ 316—88〗压水堆核电厂厂内辐射分区设计准则◎〖EJ 317—88〗压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则◎〖EJ/T 318—92〗压水堆核电厂反应堆设计准则◎〖EJ/T 319—92〗压水堆核电厂反应堆热工——水力设计准则◎〖EJ/T 320—98〗压水堆核电厂反应堆总体设计准则◎〖EJ/T 321—98〗压水堆核电厂堆内构件设计准则◎〖EJ/T 322—94〗压水堆核电厂反应堆压力容器设计准则◎〖EJ/T 323—98〗压水堆核电厂燃料组件设计准则◎〖EJ/T 324—88〗压水堆核电厂燃料相关组件设计准则◎〖EJ/T 325—88〗压水堆核电厂反应堆冷却剂系统设计准则◎〖EJ/T 327—88〗压水堆核电厂安全壳喷淋系统设计准则◎〖EJ/T 328—88〗压水堆核电厂余热排出系统设计准则◎〖EJ/T 330—98〗压水堆核电厂控制室撤离设计准则◎〖EJ/T 331—92〗失水事故后流体系统的安全壳隔离装置◎〖EJ/T 332—88〗压水堆核电厂应急堆芯冷却系统设计准则◎〖EJ/T 333—88〗压水堆核电厂控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 335—98〗压水堆核电厂假想管道破损事故防护设计准则◎〖EJ/T 336—88〗压水堆核电厂核供汽系统布置准则◎〖EJ/T 337—88〗压水堆核电厂核供汽系统电加热保温设计准则◎〖EJ/T 338—88〗压水堆核电厂核供汽系统疏水和放气设计准则◎〖EJ/T 339—88〗压水堆核电厂安全阀和卸压阀管系统设计准则◎〖EJ/T 340—88〗压水堆核电厂核供汽系统与汽轮机厂房接口设计准则◎〖EJ/T 341—98〗压水堆核电厂核蒸汽系统补给水要求◎〖EJ/T 342—88〗压水堆核电厂核供汽系统供氮、供氢、供氧的要求◎〖EJ/T 343—88〗压水堆核电厂与安全有关的冷却水系统设计准则◎〖EJ/T 344—88〗压水堆核电厂电缆敷设和隔离准则◎〖EJ/T 345—88〗压水堆核电厂水化学技术条件◎〖EJ/T 346—88〗粒子加速器工程设施辐射防护设计规范◎〖EJ 348—88〗铀矿冶辐射防护设计规定◎〖EJ 355—88〗x、γ外照射个人剂量监测质量保证规定◎〖EJ 359—89〗铀矿井排氡通风技术规范◎〖EJ 380—89〗开放型放射物质实验室辐射防护设计规范◎〖EJ/T 386—99〗三十万千瓦压水堆核电厂安全有关的通风管道支架设计规定◎〖EJ/T 399—89〗三十万千瓦压水堆核电厂工艺系统辅助设备安装技术条件◎〖EJ/T 420—89〗三十万千瓦压水堆核电厂安全重要土建结构抗龙卷风设计规定◎〖EJ/T 450—89〗三十万千瓦压水堆核电厂设备及材料现场贮存管理规定◎〖EJ/T480—89〗三十万千瓦压水堆核电厂一回路系统施工设计规定◎〖EJ/T 508—90〗三十万千瓦压水堆核电厂防护涂层规范◎〖EJ/T 514—90〗研究性反应堆建筑物采暖、通风与空气净化系统设计规范◎〖EJ/T 534—91〗核电厂安全级电路电缆系统的设计和安装◎〖EJ/T 551—91〗铀矿资源评价规范◎〖EJ/T 552—91〗铀矿山水文地质、工程地质规程◎〖EJ/T 559—91〗核供热站设计安全原则和基本要求◎〖EJ/T 561—91〗压水堆停堆冷却准则◎〖EJ/T 570—91〗压水堆安全重要流体系统单一故障准则◎〖EJ/T 571—91〗核电厂保卫系统电气设备准则◎〖EJ/T 572—91〗核电厂安全系统设备设计鉴定◎〖EJ/T 574—91〗核电厂安全级控制仪表盘（屏）和机架的设计与鉴定◎〖EJ/T 588—91〗核燃料后处理厂退役辐射防护规定◎〖EJ/T 590—91〗核电厂安全级电路电缆通道系统设计安装和鉴定准则◎〖EJ/T 603—91〗试验堆安全系统准则◎〖EJ/T 626—92〗核电厂电气、仪表和控制设备的安装、检查和试验要求◎〖EJ/T 635—92〗压水堆核电厂硼回收系统设计准则◎〖EJ/T 637—92〗核电厂安全有关通信系统◎〖EJ/T 649—92〗核电厂电缆系统设计及安装准则◎〖EJ/T 650—92〗核电厂大型铅酸电池设计和安装准则◎〖EJ/T 669—92〗压水堆核电厂化学和容积控制系统设计准则◎〖EJ/T 759.1—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第一部分控制器◎〖EJ/T 759.2—2000〗核电厂控制器和屏幕显示的应用第二部分屏幕的应用◎〖EJ/T 760—93〗核电厂安全重要的仪表和控制系统的供电要求◎〖EJ/T 762—93〗脉冲堆核测量系统设计准则◎〖EJ/T 763—93〗轻水试验研究反应堆水质技术条件◎〖EJ/T 764—93〗重水研究堆水质技术条件◎〖EJ/T 780—93〗脉冲堆控制棒驱动机构设计准则◎〖EJ/T 789—93〗核设施辐射屏蔽设计一般原则◎〖EJ/T 794—93〗铀水冶厂尾矿库安全设计规定◎〖EJ/T 808—94〗铀燃料元件厂设计准则◎〖EJ/T 809—94〗铀燃料元件厂抗震设计分级◎〖EJ/T 816—94〗压水堆核电厂应急堆芯冷却地坑设计准则◎〖EJ/T 833—94〗铀矿冶建设岩土工程勘察规范◎〖EJ/T 834—94〗压水堆核电厂辅助给水系统设计准则◎〖EJ 877—94〗核燃料后处理厂安全设计准则◎〖EJ 878—94〗乏燃料离堆贮存水池安全设计准则。
核电厂水化学处理系统调试导则编制说明（征求意见稿）2012年4月8日一.任务来源及计划要求；1、任务来源。
本标准是根据《国家能源局关于核电标准制修订计划的通知》（国能科技[2011]48号）的安排编制。
能源局常规岛标准体系表总编号135，计划号“能源2011H084”。
由中广核工程有限公司、中广核设计有限公司、国核工程有限公司、西安热工研究院、苏州热工研究院5家单位负责承担《核电厂水化学处理系统调试导则》标准的编写任务，主编单位为中广核工程有限公司。
2、计划要求。
根据课题任务书相关要求，本标准各阶段草案的完成时间安排如下：2011年11月30日，完成初稿；2011年12月30日，完成征求意见稿及编制说明；2012年5月30日，完成送审稿及编制说明；2012年11月30日，完成报批稿及编制说明。
二.编制过程1、主要起草人及工作分工：文功谦，负责本标准编写过程组织、审查，标准结构定位，定期召开研讨会议等；邵玉林，负责本标准的资料收集与分析、提炼、电厂实际情况调研、编写通用部分、设备单体调试、循环水加药、制氯部分，以及文字校对等工作；李新民，负责标准中离子除盐部分的编写；刘加合，负责标准中二回路加药、取样部分的编写；滕维忠，负责标准中预处理部分和精处理部分编写。
2、编制原则：本标准的编制按照GB/T1.1-2009 “标准化工作导则第1部分：标准的结构和编写”进行编制；本标准描述了核电厂水化学处理调试内容、试验方法，并针对核电厂水化学处理系统的特点，对系统的单体调试、分系统调试过程做出了基本的技术指南。
本标准编写坚持适用性、准确性和可操作性原则，力求能够指导核电厂水化学处理系统调试试验。
标准条款力求科学、简洁、准确、适用、易于操作，使标准使用者可方便地贯彻执行。
3、编制组内部讨论情况：2011年5月19日在苏州举行了《核电厂水化学处理系统调试导则》编写方案的审查会议，会议讨论了该导则所涉及的内容及相关编写要求，与会各位专家对该导则编写大纲、内容均进行了认真讨论，并对相应的章节进行分工编写达成一致意见：确定了课题组成员（含参编单位）；标准的编制大纲要求及具体章节的编排；明确了主、参编单位的任务分工、编制了推进计划；交流各单位关于核电厂水化学处理系统调试的技术条件要求资料。
核电厂设计安全规定(1991修改)文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】1991.07.27•【文号】国家核安全局令第1号•【施行日期】1991.07.27•【效力等级】部门规章•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业,电力及电力工业正文核电厂设计安全规定（1991年7月27日国家核安全局令第1号发布1991年修改）本规定是中华人民共和国核电厂安全法规的第二部分本规定自一九九一年七月二十七日起实施本规定由国家核安全局负责解释1引言1.1目的本规定提出了陆上固定式热中子反应堆核电厂的核安全原则，确定了保证核安全所必需的基本要求。
这些要求的适用范围包括安全重要的构筑物、系统和部件以及有关规程和程序。
规定中只强调设计中必须满足的要求，对于如何满足这些要求则不作具体规定。
附录I所列安全导则是对本规定的说明和补充。
本规定适用于核电厂设计、制造、建造、运行和监督管理。
1.2范围本规定阐述了构筑物、系统和部件为满足安全运行以及防止（或减轻）可能危及安全的事件后果所应遵守的设计方法和设计要求。
可能危及安全的事件统称为假设始发事件。
假设始发事件用于确定核电厂物项的设计基准。
它们包含多种可能单独地或相互组合后影响安全的因素。
这些因素有如下几种类型：（1）与核电厂厂址及其环境有关联的因素；（2）由人员行动引起的因素；（3）源自核电厂本身运行的因素。
本规定不考虑下列事件：（1）极不可能发生的事件（对严重事故的考虑见3.5条）；（2）能导致核电厂厂址区域的全面破坏而又不能加以防范的人为事件和自然事件；（3）绝无可能影响核电厂安全的工业事故；本规定不考虑核电厂对环境的非放射性影响。
第5章和第9章的某些要求只适用于水冷堆。
2安全原理2.1安全目标核能与任何一种对于人类和环境具有一定风险的工业活动一样，均须尽力降低风险。
核能的风险与电离辐射（以下简称辐射）有关。
因此核安全的最终安全目标为：建立并保持对辐射危害的有效防御，保护厂区人员、公众和环境。
核电厂功能设计的技术要求1、一般要求本章规定控制室系统和监测与控制设备的功能设计要求。
本章还规定人和控制室设备之间的接口。
设计应基于完整的人机系统的工程方法。
2、人的能力和特性的基本数据在进行控制室详细设计时，应提供人的能力和特性的基本数据，作为基本的人因工程设计资料。
基本数据应包括：a) 人体尺寸的考虑；b) 公认惯例；c) 听觉和视觉的能力与特性；d) 人处理信息的能力；e) 环境因素。
这些基本数据针对不同的用户可以是不一样的。
3、控制室的位置，工作环境和防护措施（1）位置控制室应安排在便于电厂运行的地方，并应满足5.3的安全原则。
（2）工作环境主控制室内的工作环境应使操纵员能高效且舒适地执行他们的任务。
控制室的环境设计应包括对空气调节、照明条件及音响环境的要求。
具体要求如下：a) 空气调节：主控制室应能进行空气调节。
空调系统的设计应包括应对核电厂事故工况的措施，例如：使用过滤器或隔离功能；b) 照明：照明系统设计应确保照度均匀，防眩光、反光和阴影；c) 声响环境：声响环境设计应确保运行班组内通信便利，尽量不受环境噪声干扰，同时确保对语音信息、报警和紧急信号的可靠感知。
正常工况下对工作环境的技术要求导则见ISO 11064。
在环境技术要求中考虑控制室尺寸和形状要求以及初步布置、电缆敷设要求、抗震要求、房间和盘台颜色以及其他完工细节要求，有助于满足土建需求和后续详细的设计确认需求。
在工作环境设计中应采取适当的措施，即使在电厂紧急工况下仍保持控制室的可用性。
（3）防护措施控制室的设计应在设计基准范围内对下列事件提供防护措施：火灾、辐射、内部和外部的飞射物、地震和敌意活动。
控制室设备应按设计基准条件进行鉴定。
控制室设计应确保上述事件不会同时危害主控制室和辅助控制点。
具体要求如下：a) 防火：应注意只使用非燃性材料。
控制室区域应安装火警探测系统和灭火系统。
控制室内的电气设备应在合理可行的范围内设计成既不引燃，也不助燃。
